核融合炉の液体Li冷却および液体Li-He二相流冷却の流動・伝熱特性の評価

聚变堆液锂冷却和液锂氦两相流冷却流动传热特性评估

• 批准号: 60055018
• 负责人: 井上 晃
• 金额: $ 1.66万
• 依托单位: Tokyo Institute of Technology
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Fusion Research
• 财政年份: 1985
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 1985 至 无数据
• 项目状态: 已结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/grant/KAKENHI-PROJECT-60055018/
• 关键词: 磁場閉じ込め核融合炉; 炉心第一壁; リチウム冷却; ヘリウム冷却; 気液二相流; MHD圧力損失; 熱伝達率; 環状噴霧流; 液体金属

核融合炉第一壁の冷却方式を検討するため、「液体リチウム-ヘリウム二相流循環装置」に下面加熱矩形流路からなるテスト部を設置し垂直磁場下でのヘリウム流、液体リチウム流及び液体リチウム-ヘリウム二相流の3者のMHD圧損と熱伝達率に関する基礎実験を行った。主な結果は次の通りである。1.非磁場下のヘリウム流、リチウム流の圧損と熱伝達率は従来の関係式でほぼ整理できた。2.リチウム流の熱伝達率は磁束密度を増加させるにつれて層流化のため一度低下し、その後数倍近くまで増大した。3.リチウム-ヘリウム二相流のMHD圧損は、磁束密度0.4〜0.5 Teslaでピークをもち、ヘリウム流量が大きいほど減少すると共に磁場の影響が小さくなった。また熱伝達率は、磁束密度の増加と共にほぼ単調に増加した。尚、圧力変動特性については明確な結果が得られていない。以上の実験結果を核融合炉の磁束密度条件まで外挿し、上記の3通りの冷却方式を解析的に比較検討した。主な結論を次に記す。1.液体リチウム冷却ではこれまで考えられている形状、材質の冷却管ではMHD圧損が極めて大きくなり、材料の許容温度以下に設計することは不可能である。従って、内壁の絶縁材の開発が必要である。2.ヘリウム冷却では、MHD圧損の問題はないが、熱容量、熱伝達率が小さいため材料の許容温度以下に設計することはできなかった。3.ヘリウム-リチウム二相流冷却では、【G_(Li)】/【G_(He)】=5のときヘリウム冷却に比べて圧損が約3倍増加するが熱伝達率が一桁、熱容量が約4倍上がり、系圧力も低く保てるため第一壁冷却方式として良好である。但し、定常実験に加えて流動安定性、気泡の分離、液滴によるエロージョン等に関するデータの蓄積が今後必要であろう。

The cooling method of the first wall of the nuclear fusion furnace is the cooling method of the "liquid リチウム-ヘリウム two-phase flow circulation device" and the lower heating rectangular flow path is installed and installed. Liquid flow, liquid flow and liquid flow under a direct magnetic field The two-phase flow is based on the MHD pressure loss and heat uptake rate. The main result is the result. 1. The relationship between the pressure loss and heat loss rate of のヘリウム flow and リチウム flow under non-magnetic field is summarized and analyzed. 2. The magnetic flux density of the laminar flow is lowered once, and the magnetic flux density is increased several times. 3. リチウム-ヘリウム two-phase flow MHD pressure loss, magnetic flux density 0.4~0.5 Tesla でピークをもち, ヘリウム flow が大きいほど reduce the influence of すると公にMagnetic field が小さくなった. The thermal yield and the magnetic flux density are increased, and the total temperature is increased. Still, the pressure dynamic characteristics are clear and the results are clear. The above results are based on the extrapolation of the magnetic flux density conditions of the nuclear fusion furnace and the analysis of the three-pass cooling method mentioned above. Main conclusion is written down. 1. Liquid リチウム cooling pipe MH D pressure damage is extremely high, and the design of materials below the allowable temperature is impossible. It is necessary to use the best material for the inner wall. 2. The problem of cooling and MHD pressure loss, the problem of heat capacity and thermal yield, and the design of the material below the allowable temperature are the same. 3.ヘリウム-リチウムtwo-phase flow cooling method, [G_(Li)]/[G_(He)]=5のときヘリウム cooling method than the pressure loss method The thermal efficiency has been increased by about 3 times, the heat capacity has been increased by about 4 times, and the system pressure has been lowered and the first wall cooling method has been improved. However, constant flow stability, bubble separation, and accumulation of liquid droplets are necessary in the future.

项目成果

第23回日本伝熱シンポジウム講演論文集. (1986)

第 23 届日本传热研讨会论文集（1986 年）。

日本原子力学会昭和61年年会講演論文集. (1986)

日本原子能学会 1986 年年会论文集 (1986)。